核电反应堆

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年2月23日报道】瑞典辐射安全管理局(SSM)近日宣布,新核设施监管法规将于2022年3月1日生效。新法规的制定工作于2013年启动,其正式生效意味着瑞典拥有了能够得到国际标准支持的、更全面且更清晰的现代化核安全监管框架。对于核电反应堆,新法规涉及保护工作人员、公众和环境免受电离辐射危害的所有方面,包括防止放射源、核材料和其他放射性物质被盗,并对辐射安全基本设计。

摘要： 【世界核新闻网站2022年3月18日报道】尼日利亚核监管局(NNRA)局长尤·伊德里斯2022年3月在阿布贾举行的国际能源峰会上表示,尼正在推进核电建设计划,准备建设4台核电机组,并已与多个国家签署合作协议。尼拥有一座已运行18年的小型研究堆,自20世纪70年代以来一直在寻求能源结构多样化,目前计划建设4台核电机组,总装机容量400万千瓦,建成后将使尼电力总装机容量达到1300万千瓦。目前正在开展核电反应堆供应商的招标工作。

摘要： 本刊讯睿咨得能源咨询公司(Rystad Energy)2022年7月6日发布《未来核能是怎样的》的报告。对全球当前运行和未来待建的核电站进行评估后指出,小型模块化核反应堆(SMR)和核聚变技术受到推崇,业内高度关注这些新进展,并将通过新技术应用为全球提供更加经济、安全和可靠的电力供应系统。国际原子能机构(IAEA)报告显示,截至2022年6月底,全球运营的核电反应堆共计441个,来自33个国家,核电总装机容量为394 GW。其中,美国的核电装机容量为95.5 GW,位居第1,之后为法国61.4 GW,中国52.2 GW。此外,全球正在建设的核电反应堆有53座,总装机容量为54.5 GW;处于计划和提议阶段的核电反应堆的装机容量分别为95.3 GW和376 GW。大多数在建、计划和提议的核电项目都在中国,装机容量合计为249 GW,约全球总量的一半。Rystad Energy分析认为。

摘要： 2020年5月11日,美国能源部橡树岭国家实验室(ORNL)宣布:核电反应堆核心3D打印技术取得了阶段性突破。据介绍:六边形反应堆组件的3D打印花费了将近40个小时,在3D模型周围的温度达到14 00°C以上,激光加热和熔化模型的同时也为其增加了新的叠层。目前实验室的研究人员正在改进他们的设计,优化3D制造工艺,并论证打印部件的一致性和可靠性。

摘要： 军用氚是热核武器的核心装料,是美国目前唯一正在生产的军用核材料。氚的半衰期为12.3年,每年因衰变损失5.5%,不能无限期地储存或重复利用,因此必须定期对核武器进行氚的补充。2018年《核态势评估》报告提出应在未来几年大幅提升氚产量。

摘要： 【加拿大安大略电力公司网站2020年11月13日报道】2020年11月13日,安大略省电力公司(OPG)宣布将恢复在达灵顿建设核电反应堆所需的规划活动。未来将在达灵顿建设小型模块堆。建设项目最早于2028年启动。达灵顿拥有加拿大目前唯一获得核电建设许可的厂址。2012年,在完成全面环境影响评价后,加拿大核安全委员会(CNSC)为安大略电力颁发了厂址准备许可证,允许进行项目前期准备工作。

摘要： 【本刊2020年7月综合报道】美国能源信息管理局(EIA)2020年5月26日公布了年度报告《2019年美国铀市场报告》,披露了美国铀市场的采购、合同签署、进出口和储备等方面的情况。接收量和价格美国民用核电反应堆业主和运营商(COO)2019年从美国和外国供应商手中接收了4832.8万lbU3O8e(lbU3O8天然铀当量)的铀,比2018年(4029.3万lbU3O8e)增加20%。2019年加权平均价格为35.59美元/lbU3O8e,比2018年的38.81美元/lbU3O8e减少8%。

摘要： 【世界核新闻网站2020年9月23日报道】法国已启动一个为期四年的项目,将对所有核电反应堆进行数字化克隆,获得的数字化反应堆将用于新一代操纵员的培训以及为工程研究提供模拟环境。该项目于2020年9月14日启动,参与机构包括法国电力公司(EDF)、法马通公司(Framatome)、法国原子能与替代能源委员会(CEA)以及另外6家来自学术界和核工业界的机构。

摘要： 【美国能源信息管理局网站2019年5月30日报道】美国能源信息管理局(EIA) 2019年5月30日公布了2018年美国铀市场报告,披露了美国铀市场的接收、合同签署、进出口和储备等方面的情况。

摘要： 目前国内对于大型立式设备运输至施工现场,均采用横卧的方式到货.AP1000核电反应堆压力容器顶盖属于立式设备的一种且具有外形尺寸大、单钩起重量大、吊耳设计特殊等特点.本文针对海阳AP1000核电反应堆压力容器顶盖的结构特点及现场实际环境,分析其施工过程中的难点,确定了其卸车和翻转的方案,并通过合理的吊装计算使其避免了与周围物体的碰撞情况发生,顺利就位于BIGTOP可移动式仓库内的组装平台上.

摘要： 冷战结束前夕,美国能源部停止重水堆产氚.美国使用核电反应堆产氚已近二十年,经过对比和评估,再次肯定了核电反应堆产氚方案最为经济合算.目前氚产量不足未来高峰需求的1/4,为了保障未来氚的持续供应,美国将继续使用核电反应堆,使氚产量翻两番.从远期看,美国能源部仍认为利用核电反应堆产氚最为可行.为了保障产氚堆所需的浓缩铀燃料供应,美国还将需要新建一座军用铀浓缩设施,实现本土铀浓缩能力.

摘要： 本文介绍以CNP600型核电机组反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝为例,介绍了反应堆压力容器接管与安全端焊缝的结构、材料及焊接的一些影响因素,结合制造厂的实际焊接情况,总结了核电站反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝的制造难点,分析了各因素对焊缝最终质量的影响及可能产生的质量风险,对于如何提高此类焊缝的焊接质量、规避焊接风险提出观点.

摘要： 本文以CNP600型核电机组反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝为例,介绍了反应堆压力容器接管与安全端焊缝的结构、材料及焊接的一些影响因素,结合制造厂的实际焊接情况,总结了核电站反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝的制造难点,分析了各因素对焊缝最终质量的影响及可能产生的质量风险,对于如何提高此类焊缝的焊接质量、规避焊接风险提出观点.

摘要： AP1000是我国引进美国西屋公司的第三代核电技术，在其众多先进技术中，首次采用的大功率、高可靠、高惯量的屏蔽电机主泵备受关注。主泵屏蔽电机结构特殊、技术复杂、制造难度大，有不同于轴封主泵的鲜明特点。本文重点介绍了AP1000屏蔽主泵电机的结构特点和关键技术。

摘要： 本文以Cu-W合金为模型,利用加速器产生的高能重离子模拟辐照损伤,研究晶界与界面对于纳米晶体材料抗辐照损伤和蠕变性能的影响.高能辐照诱发Cu-W过饱和基体中析出均匀分布的高密度w纳米颗粒(2～3nm)可有效地钉扎住Cu的晶界,在约700°C退火数小时后基体晶粒无明显长大.高分辨(HREM)和球差校正(STEM)透射电镜分析表明,辐照诱发的w纳米颗粒与基体Cu晶粒存在高度的晶体学趋向关系Cu＜220＞ⅡW＜0l0＞(Bain取向关系),Cu/W界面为共格和半共格结构,界面密度随着w含量的升高而增加.经约70dpa剂量辐照后,w颗粒和Cu晶粒均无明显粗化,无可观测的位错网络、空位团、孔洞等典型的辐照损伤缺陷.原位(in-situ)辐照蠕变力学性能研究揭示,300°C时的辐照蠕变Compliance约为3×10-5dpa-1·MPa-1与ODS钢的性能相近(14Cr-ODS-1×10-5dpa-1·MPa-1).理论分析和分子动力学模拟研究发现,w在Cu中具有很低的扩散系数使w纳米颗粒在高温下聚集长大的动力学过程缓慢,Cu/W不是理想的吸收辐照损伤缺陷界面.在辐照和受载荷条件下产生的点缺陷流向晶界是Cu/W纳米晶体材料发生蠕变的主要机制,w纳米颗粒的主要作用在于阻止晶粒长大,稳定Cu纳米晶界,而高度稳定的晶界起到了吸收辐照损伤点缺陷,抑制其他形式辐照缺陷的作用,这些结果为进一步研究晶界/界面性质对于提高纳米晶体材料抗辐照损伤性能具有重要的意义.

摘要： 本文以Cu-W合金为模型,利用加速器产生的高能重离子模拟辐照损伤,研究晶界与界面对于纳米晶体材料抗辐照损伤和蠕变性能的影响.高能辐照诱发Cu-W过饱和基体中析出均匀分布的高密度w纳米颗粒(2～3nm)可有效地钉扎住Cu的晶界,在约700°C退火数小时后基体晶粒无明显长大.高分辨(HREM)和球差校正(STEM)透射电镜分析表明,辐照诱发的w纳米颗粒与基体Cu晶粒存在高度的晶体学趋向关系Cu＜220＞ⅡW＜0l0＞(Bain取向关系),Cu/W界面为共格和半共格结构,界面密度随着w含量的升高而增加.经约70dpa剂量辐照后,w颗粒和Cu晶粒均无明显粗化,无可观测的位错网络、空位团、孔洞等典型的辐照损伤缺陷.原位(in-situ)辐照蠕变力学性能研究揭示,300°C时的辐照蠕变Compliance约为3×10-5dpa-1·MPa-1与ODS钢的性能相近(14Cr-ODS-1×10-5dpa-1·MPa-1).理论分析和分子动力学模拟研究发现,w在Cu中具有很低的扩散系数使w纳米颗粒在高温下聚集长大的动力学过程缓慢,Cu/W不是理想的吸收辐照损伤缺陷界面.在辐照和受载荷条件下产生的点缺陷流向晶界是Cu/W纳米晶体材料发生蠕变的主要机制,w纳米颗粒的主要作用在于阻止晶粒长大,稳定Cu纳米晶界,而高度稳定的晶界起到了吸收辐照损伤点缺陷,抑制其他形式辐照缺陷的作用,这些结果为进一步研究晶界/界面性质对于提高纳米晶体材料抗辐照损伤性能具有重要的意义.

摘要： 本文以Cu-W合金为模型,利用加速器产生的高能重离子模拟辐照损伤,研究晶界与界面对于纳米晶体材料抗辐照损伤和蠕变性能的影响.高能辐照诱发Cu-W过饱和基体中析出均匀分布的高密度w纳米颗粒(2～3nm)可有效地钉扎住Cu的晶界,在约700°C退火数小时后基体晶粒无明显长大.高分辨(HREM)和球差校正(STEM)透射电镜分析表明,辐照诱发的w纳米颗粒与基体Cu晶粒存在高度的晶体学趋向关系Cu＜220＞ⅡW＜0l0＞(Bain取向关系),Cu/W界面为共格和半共格结构,界面密度随着w含量的升高而增加.经约70dpa剂量辐照后,w颗粒和Cu晶粒均无明显粗化,无可观测的位错网络、空位团、孔洞等典型的辐照损伤缺陷.原位(in-situ)辐照蠕变力学性能研究揭示,300°C时的辐照蠕变Compliance约为3×10-5dpa-1·MPa-1与ODS钢的性能相近(14Cr-ODS-1×10-5dpa-1·MPa-1).理论分析和分子动力学模拟研究发现,w在Cu中具有很低的扩散系数使w纳米颗粒在高温下聚集长大的动力学过程缓慢,Cu/W不是理想的吸收辐照损伤缺陷界面.在辐照和受载荷条件下产生的点缺陷流向晶界是Cu/W纳米晶体材料发生蠕变的主要机制,w纳米颗粒的主要作用在于阻止晶粒长大,稳定Cu纳米晶界,而高度稳定的晶界起到了吸收辐照损伤点缺陷,抑制其他形式辐照缺陷的作用,这些结果为进一步研究晶界/界面性质对于提高纳米晶体材料抗辐照损伤性能具有重要的意义.

摘要： 本文以Cu-W合金为模型,利用加速器产生的高能重离子模拟辐照损伤,研究晶界与界面对于纳米晶体材料抗辐照损伤和蠕变性能的影响.高能辐照诱发Cu-W过饱和基体中析出均匀分布的高密度w纳米颗粒(2～3nm)可有效地钉扎住Cu的晶界,在约700°C退火数小时后基体晶粒无明显长大.高分辨(HREM)和球差校正(STEM)透射电镜分析表明,辐照诱发的w纳米颗粒与基体Cu晶粒存在高度的晶体学趋向关系Cu＜220＞ⅡW＜0l0＞(Bain取向关系),Cu/W界面为共格和半共格结构,界面密度随着w含量的升高而增加.经约70dpa剂量辐照后,w颗粒和Cu晶粒均无明显粗化,无可观测的位错网络、空位团、孔洞等典型的辐照损伤缺陷.原位(in-situ)辐照蠕变力学性能研究揭示,300°C时的辐照蠕变Compliance约为3×10-5dpa-1·MPa-1与ODS钢的性能相近(14Cr-ODS-1×10-5dpa-1·MPa-1).理论分析和分子动力学模拟研究发现,w在Cu中具有很低的扩散系数使w纳米颗粒在高温下聚集长大的动力学过程缓慢,Cu/W不是理想的吸收辐照损伤缺陷界面.在辐照和受载荷条件下产生的点缺陷流向晶界是Cu/W纳米晶体材料发生蠕变的主要机制,w纳米颗粒的主要作用在于阻止晶粒长大,稳定Cu纳米晶界,而高度稳定的晶界起到了吸收辐照损伤点缺陷,抑制其他形式辐照缺陷的作用,这些结果为进一步研究晶界/界面性质对于提高纳米晶体材料抗辐照损伤性能具有重要的意义.

摘要： 本文以Cu-W合金为模型,利用加速器产生的高能重离子模拟辐照损伤,研究晶界与界面对于纳米晶体材料抗辐照损伤和蠕变性能的影响.高能辐照诱发Cu-W过饱和基体中析出均匀分布的高密度w纳米颗粒(2～3nm)可有效地钉扎住Cu的晶界,在约700°C退火数小时后基体晶粒无明显长大.高分辨(HREM)和球差校正(STEM)透射电镜分析表明,辐照诱发的w纳米颗粒与基体Cu晶粒存在高度的晶体学趋向关系Cu＜220＞ⅡW＜0l0＞(Bain取向关系),Cu/W界面为共格和半共格结构,界面密度随着w含量的升高而增加.经约70dpa剂量辐照后,w颗粒和Cu晶粒均无明显粗化,无可观测的位错网络、空位团、孔洞等典型的辐照损伤缺陷.原位(in-situ)辐照蠕变力学性能研究揭示,300°C时的辐照蠕变Compliance约为3×10-5dpa-1·MPa-1与ODS钢的性能相近(14Cr-ODS-1×10-5dpa-1·MPa-1).理论分析和分子动力学模拟研究发现,w在Cu中具有很低的扩散系数使w纳米颗粒在高温下聚集长大的动力学过程缓慢,Cu/W不是理想的吸收辐照损伤缺陷界面.在辐照和受载荷条件下产生的点缺陷流向晶界是Cu/W纳米晶体材料发生蠕变的主要机制,w纳米颗粒的主要作用在于阻止晶粒长大,稳定Cu纳米晶界,而高度稳定的晶界起到了吸收辐照损伤点缺陷,抑制其他形式辐照缺陷的作用,这些结果为进一步研究晶界/界面性质对于提高纳米晶体材料抗辐照损伤性能具有重要的意义.

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了反应堆压力壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 本发明提供具有高塑性可加工性和高耐蚀性的铪合金,使用该铪合金的核反应控制棒,反应堆控制棒用中子吸收体,使用该中子吸收体的核反应控制棒,核反应堆以及核电站。反应堆控制棒用中子吸收体由特定成分的铪合金制成,并包含条形圆筒状部件。该铪合金包含(wt.%),至少一种选自0.03～1.5%Cr、0.03～1.5%Sn、0.03～2.0%Fe中的合金元素;及0.1～4.5%的Zr和不低于97%的铪和锆之和。

摘要： 一种核反应堆封头(12)包括容器上封头(14)、贯穿件(36)，该贯穿件沿着贯穿轴线(B)延伸穿过容器上封头(14)以允许控制杆驱动机构(32)的控制轴(34)穿过容器上封头(14)并到达核反应堆(2)的对应的控制引导管(30)，贯穿件(36)包括延伸穿过容器上封头(14)的贯穿管(38)和在贯穿管(38)内并与贯穿管(38)同轴地延伸的热套筒(40)，热套筒(40)和贯穿管(38)之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包括附接到热套筒(40)的下端上用于与对应的控制杆引导管(30)的上端保持最小间距的间隔件(60)。

摘要： 本发明涉及一种压力反应堆堆壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了压力反应堆堆壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 本发明公开一种反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，所述反应堆模型包括：外壳、堆容器和固定屏蔽部；所述堆容器设置在所述外壳内，所述固定屏蔽部位于所述外壳顶部，所述堆容器壁面与所述外壳之间保留空隙以形成堆坑，所述堆坑为风流过所述堆容器壁面的通道；所述反应堆模型上设置管道接口，用于连接送排风系统以至少向所述堆坑通风。反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，利用反应堆模型模拟反应堆原型，该模型具有与原型较高的相似率，同时试验的可操作性好，模型制作成本低。对应的反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法利用所述反应堆模型进行测试，易于操作，节省了开展反应堆通风测试研究的成本。

摘要： 本实用新型公开了一种压水堆核电厂的反应堆厂房及压水堆核电厂，该压水堆核电厂，换料水池的构件池侧设有连通于堆腔侧的开口，限位结构和燃料暂存架沿第一方向间隔设置，限位结构相对燃料暂存架远离开口，堆内构件存放架和燃料暂存架沿第二方向间隔设置；水闸门为一体式结构，水闸门具有位于构件池侧内的第一位置，以及位于开口处的第二位置，当水闸门位于第一位置时，限位结构的多个限位柱一一对应地插接于水闸门的多个插槽，压紧组件能沿第二方向将水闸门压紧于构件池侧的侧壁，当水闸门位于第二位置时，水闸门能够封闭开口。该压水堆核电厂的反应堆厂房，水闸门能存放于构件池侧，且水闸门一体成型，密封性好，便于装配和拆卸。

摘要： 本实用新型涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。

摘要： 本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。

摘要： 本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。